AP1000的非能动安全系统

【英国《核未来》2005年第5/6期报道】1999年12月美国核管会(NRC)向AP600颁发了设计证书,它是惟一获得西方和亚洲国家许可的采用非能动安全技术的核反应堆设计。2004年9月AP1000获得最终设计批准书,预期将在2005年12月拿到设计证书时完全获得许可。AP600能够满足美国电力部门的要求,包括成本目标,但是西屋公司(Westinghouse)承认AP600的估计成本为4.1～4.6美分/kWh,无法在美国市场上竞争,因此公司开始研发AP1000。该设计将规模经济应用于非能动安全机组上,将成本降至大约3.0～3.5美分/kWh,从而使AP1000成为未来核复兴的一种理想选择…     

西屋电气选择韩国斗山集团为中国AP1000项目提供主要设备

【美通社法国尼斯2007年5月15日电】在经过认真的评审后，欧洲用户要求（EUR）机构已通过了对西屋公司（Westinghouse）AP1000的设计认证，这意味着AP1000可以在欧洲进行商业推广。     

AP1000反应堆——核能复兴方案

AP1000是一种二环路、1150MWe的压水堆；它具有提高电站建造、运行和维修性能的非能动安全阳广泛的电站简化特点：APl000设计直接源自于AP600——一种二环路、600MWe的压水堆．AP600采用已验证的技术，在30多年压水堆运行经验的基础上建造。1998年9月，美国核管会批准了AP600的最终没计；1999年12月颁发了设计资格证书．AP600满足电力研究所(EPRI)的先进轻水堆用户要求，包括成本目标，随后的高水平评审也表明与欧洲用白要求文件达到广泛的一致。尽管AP600是准备应用的成本．效益最好的电站，但是它仍然比需要在目前美国和欧洲竞争的1000美元/kWe的基础价更昂贵。为了提供成本一竞争的核电站，西屋公司研究了将AP600的功率提高到至少1150MWe．而保持其原有的设计布局，使用已经验证的设备和取证基础。最近．西屋公司与英国能源公司已经合作完成了一项研究，评定将AP1000反直堆作为建造在英国的新核电站的一个方案。     

AP1000的发电成本较低

【美国《核新闻》2000年9月刊报道】 美国西屋公司认为,根据目前的估算,AP600 4.1美分/kWh的发电成本在美国市场是没有竞争力的。因此,它开始着手开发新一代的AP1000。AP1000把规模经济应用于非能动安全核电厂,以将成本降低至3美分/kWh。 以美国核管会(NRC)批准的AP600设计为起点,进行了少量修改,实现了显著提高功率的目的。电厂的主、辅系统未做任何改动。新的设计仍然延用成熟的部件,保持了AP600的固有安全性和简洁性。 AP1000反应堆压力容器的直径与AP600的一样。燃料组件的数目由145个增加到157个。堆芯功率密度由AP600的极低…     

AP1000机组催化除氧技术应用中氯离子异常趋势的分析和解决

三门核电1号机是AP1000第三代核电的全球首堆，也是国内首次采用补给水低压加氢催化除氧技术的电站，在实践应用中除氧性能优异、运行稳定。针对稳定运行一定时间后出现的氯离子趋势异常问题，进行原理分析、原因排查，提出解决方案，并经试验验证，解决了现场的实际问题，为后续的设计改进和生产变更打下坚实基础。为其他AP1000机组及催化除氧技术的设计和应用提供经验借鉴。     

美浜2号机组将延长运行10年

【日本《原子能产业新闻》2001年9月6日报道】 2001年9月5日,三菱重工业公司就加入美国西屋公司(WH)面向美国市场开发的新型轻水堆AP 1000项目与西屋公司达成了基本框架协议。今后,两家公司将就在年内正式签约的条件作进一步磋商。 AP 1000是在传统型轻水堆(PWR)上大量采用非能动安全设备使其安全性和经济性提高了的、功率为百万千瓦级的新型反应堆。其开发原型是功率为600 MW级的AP 600,该开发项目已于1999年12月取得了美国原子能管理委员会(NRC)的最终设计许可证。 眼下美国的原子能市场正在复苏,其对核电的经济性提出了更高的要求…     

上海核工程研究设计院

正策划程序修正卓越Plan Procedure Revise Outstanding概况上海核工程研究设计院(以下简称"本院")始建于1970年2月。2007年6月,根据《国务院关于组建国家核电技术有限公司有关问题的批复》(国函[2007]35号)的要求,作为高新技术企业的本院从中国核工业集团公司整建制划转国家核电技术有限公司。本院在核电技术领域实力雄厚,拥有甲级工程设计证书、甲级工程咨询资格证书、建设项目环境影响评价甲级资格证书、甲级建筑智能化证书、压力容器设计许可证、压力管道     

第三代核电和西屋公司AP1000评述

世界需要建设新的核电,以满足电力需求增长,取代将退役的运行机组,同时继续推进核电对环境的重要贡献。为此,研发了一系列新机型,即第三代和第三代+,以保证近期部署计划之选用,在美国至2010年,在欧洲至2015年。由美国西屋公司研发的AP1000是一个二回路百万千瓦级的压水堆核电厂,具有非能动安全特性,大大简化了电厂设计,使电厂造价和电价更具有竞争性,它是第一个获得美国核管会最终设计批准的第三代+核电设计。简单描述了AP1000的设计特性和主要技术性能,参考有关文献给出了较详细的评估。分析了中国核电在21世纪初十几年间从第二代向第三代过渡的历史性转变中面临的机遇和挑战。如果在中国建造第一座AP1000,关键因素是平衡它所带来的风险和利益。     

欧洲会建造西屋公司的非能动反应堆吗？

在美国西屋公司的创议下,欧洲8家电力公司的代表1993年12月1日在布鲁塞尔聚会,共同探讨欧洲非能动安全反应堆的前景问题。8家电力公司的代表来自比利时、意大利、荷兰、西班牙和英国。法国没有派代表出席。此外还有其它一些电力公司的代表也应邀参加了会议。 一些代表认为这次讨论是非常初步的。尽管目标是2000年之后使欧洲非能动安全反应堆实现商业化,但它可能给当今个别国     

AP1000非能动安全系统初步应用研究

对于堆芯失去冷却能力和安全壳升温升压事故，AP1000非能动安全系统在设计上仅凭重力和气体压力等非能动源来实现缓解各种事故功能。本报告介绍了AP1000非能动安全系统各分系统和子系统的设计以及相关特点。在此基础上，对将AP1000非能动安全系统应用于环路式先进堆进行了初步探讨和研究。     

WCOBRA／TRAC最佳估算方法在AP600大破口失水事故分析中的应用

AP600属于简易的先进压水堆设计，采用非能动安全系统，该系统起到了现行反应堆（McIntyre和Beck，1992）中能动的应急堆芯冷却系统（ECCS）的作用。为了验证AP600设计能够减缓假想大破口失水事故（LOCA）的后果，采用美国核管会最近批准的LOCA最佳估算方法（BELOCA），在标准安全分析报告中，对AP600大破口LOCA事故进行了分析。WCOBRA／TRAC程序针对AP600的特点进行建模，验证了匾柱型堆芯试验装置（CCrF）和上腔室试验装置（UPTF）的下降段注入试验的有效性，对AP600大LOCA事故工况下喷放和再淹没冷却传热的不确定性进行了再评估，保守的最小膜态沸腾温度用来定义喷放冷却的边界参数。由于采用了局部模型和总体模型，并采用了统计近似方法，再加上初始条件和边界条件的限制假设，BELOCA简化了对计算程序不确定性的定量计算。最终分析得到的95％包壳峰值温度（PCT95）为1186K，满足10CFR50．46的标准，并留有很大的裕量。本文因此得出结论：AP600的设计能够减缓假想大破口LOcA事故后果。     

AP1000核电站技术性能浅析

由美国西屋公司研发的AP1000是一个两回路百万千瓦级的压水堆核电站,具有非能动安全特性,大大简化了电厂设计,使电厂造价和电价更具有竞争性,它是第一个获得美国核管会最终设计批准的第三代 核电设计。本文通过将AP1000核电站同第二代PWR核电站进行对比,简要介绍了AP1000核电站的设计特性和主要技术性能。     

西屋AP1000核电机组

【英国《国际核工程》2003年3月刊报道】 扩大核电是以对环境负责的方式取得经济进展的主要途径之一,而这正一步步成为现实。核电在减少温室气体排放和碳排放方面的优势是其他发电方式不可比拟的。 而目前一代核电厂设计的高昂资本成本已成为世界某些地区新建核电厂的障碍。新一代的先进AP1000TM核电机组解决了这一问题。它简单而成熟的设计和模块化建造使这种可利用率高达90%以上的核电机组能够轻易获得1100 MW的输出功率。 成熟的设计 AP1000机组的系统和部件拥有大量运行经验。(见表1) 具有竞争力的发电成本 根据如下广泛接受的发电…     

AP1000非安全级系统的监管要求(RTNSS)探析

根据核行业经验和福岛核事故经验反馈,美国核管会在2014年将用于审查美国核电厂安全分析报告的《标准审查大纲》新增了19.3章"非能动先进轻水堆非安全级系统的监管要求"。其中"增强的设计标准"从纵深防御的角度全面提高了非能动先进轻水堆事故72h后和地震后所使用的重要非安全级系统的可靠性和可用性要求。非能动先进轻水堆AP1000设计与标准审查大纲的一致性评估是核安全监管当局的审查重点,也是核电厂设计的重要工作之一。首先介绍了非安全级系统监管要求的演变历程和实施步骤,其次评估了AP1000设计与《标准审查大纲》19.3章要求的一致性,并进一步从可用性、抗震能力、飓风、内部灾害以及水淹防护等多个因素重点分析AP1000设计能否满足"增强的设计标准"要求。最后针对AP1000无法满足《标准审查大纲》19.3章的情况给出具体解决方案的建议。     

非能动AP1000安注箱的密封设计

泄漏引起的容器失效是承压设备行业最大的安全隐患,而设备密封设计的好坏是避免发生泄漏的首要因素。文章首先对AP1000安注箱的密封结构和设计特点进行介绍,然后使用规范设计与基于最大允许泄漏率的紧密性的联合设计方法,来验证AP1000安注箱的密封设计,但产品的实际密封性能还需试验考核验证。     

AP1000燃料组件设计特性

AP1000型燃料组件是西屋公司在40多年的燃料组件没小重行经验的基础上,改进开发的用于AP1000反应堆的高性能燃料组件。本文介绍了西屋压水堆燃料组件的设计发展,重点描述了AP1000型燃料组件的设计特点。     

AP1000与EPR专设安全系统的差异性比较和分析

以美国西屋公司开发的先进压水堆（AP1000）和法德两国联合开发的欧洲压水堆（EPR）为典型代表的第三代核电技术都在专设安全系统的设计上进行了革新或改进，旨在提高核电站的总体安全水平和可利用率。本文简要介绍了AP1000和EPR专设安全系统的组成和特点，比较了两者之间的差异，并分析了这些差异对于核电站安全、设备可靠性及成本控制的影响。     

俄罗斯新沃罗涅日核电厂将建设2台新机组

【美国《核新闻》2007年7月刊报道】英国能源公司（BE）已经与ACR1000（加拿大原子能工业公司）、EPR（法国阿海珐集团）、ESBWR（美国通用电气公司）和AP1000（美国西屋电气公司）的设计者进行了初步磋商。为了获得在英国建设新核电厂的许可，上述4种设计将接受英国卫生安全局的通用设计评估（GDA）程序，以便对其安全性、可靠性和对包括核废物与放射性排放在内的环境影响进行评估。     

三代核电DBA环境试验装置改造设计研究

中国核动力研究设计院环境鉴定试验装置因试验开始初期试验腔内热冲击温度拉峰能力不足、热冲击过程中试验腔内温度分布不均匀等问题难以满足三代核电反应堆失水事故（LOCA）环境试验的要求。针对存在问题,利用数值计算软件RELAP5对试验装置改造设计进行了数值分析,依据分析结果对环境鉴定试验装置进行了设计及改造。改造后装置试验结果表明,装置在热冲击阶段的温度拉峰能力大大提高,温度均匀性得到明显改善,满足三代核电设计基准事故（DBA）环境试验曲线的要求。      

AP1000堆芯核设计中一个应当注意的问题

AP1000核电厂作为我国引进的第三代核电技术已在我国多地开建,其设计中的很多先进技术与理念也成为核电行业学习研究的方向之一。但由于诸多原因,其他非承转单位在对AP1000设计的研究与学习过程中,会遇到一些与以往不同的问题,往往会引起技术消化困难。本文通过对AP1000堆芯核设计的审查,发现了一个功率分布畸变的问题,通过校算与研讨分析,给出了AP1000堆芯核设计报告中硼降曲线与堆芯功率分布计算工况的非常规处理方式。